随着世界经济的快速发展和现代科技的迅猛发展,核能的开发和利用日益受到关注。相对于火电,核电是一种经济、安全、可靠、清洁的新能源,但其带来的核电安全问题也是不容忽视的。
由于锆合金的机械性能优异,耐腐蚀性能良好,目前大多数核反应堆选用锆合金作为核燃料包壳管材料。在过去的几十年中,锆合金已经发展为三大系列,即Zr-Nb、Zr-Sn和Zr-Sn-Nb。在这三个系列的基础上,添加Fe、Cr、Ni、Cu等合金金属后,形成了工业化的Zircaloy-2(Zr-2)、Zircaloy-4(Zr-4)等锆合金。Zr-2和Zr-4合金均已商业化,Zr-2的合金成分为Zr-1.5Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.05Ni, Zr-4的合金成分为Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr,由于Ni的添加会造成锆合金吸氢,引发氢脆,故研究者们降低了Ni的含量,增加Fe的含量以弥补Ni减小引起的锆合金力学性能的不足,以此发展了一种新的锆合金Zr-4。Zr-4被称为核电用第一代锆合金,广泛用于轻水堆燃料的包壳材料。
2011年日本福岛核电事故的发生,使得研究者们对锆合金包壳材料提出了更高的要求,根据美国管理委员会(Nuclear Regulatory Commission,简称NRC)对核电包壳材料的标准,包壳材料的最高耐受温度为2200°F(1204°C)。因此作为核电包壳材料,需要满足耐高温水蒸气氧化性能,当冷却剂缺失时,可以降低包壳材料的热量和氢气的释放量,为事故抢修争取时间。
为了解决这个问题,国内外很多研究者对锆合金的表面防护涂层进行了大量研究,具体的涂层包括Cr基涂层、MAX涂层、Fe基涂层等。其中Cr基涂层的耐腐蚀性最佳,抗氧化能力优异,且金属Cr与锆合金的热膨胀系数相匹配,被认为是最有发展前景的锆合金表面防护涂层。
本文利用耐驰同步热分析仪STA 449F3研究了Cr基涂层在1200°C水蒸气条件下对Zr-4合金基底的抗氧化性能,并与Zr-4合金基底进行了比较。
仪器:Netzsch STA 449F3
图1是Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体在1200°C高温水蒸气(绝对水蒸气浓度90%)条件下,恒温1h的TG对比曲线。氧化TG曲线显示,涂层锆合金(Cr coated Zr-4 合金)经1200°C高温水蒸气氧化1h,其质量增重百分数约为12.30%,而Zr-4合金基体在相同氧化条件下的质量增重百分数约为16.79%。在氧化性能的测试中,氧化增重速率是衡量材料氧化的一项重要指标。从图1可知, Zr-4合金基体的氧化增重速率明显快于Cr涂层锆合金的氧化增重速率,即Cr涂层锆合金的高温抗氧化性能明显优于Zr-4合金基体。
图1 Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体在1200°C高温水蒸气(绝对水蒸气浓度90%)条件下,恒温1h的TG对比曲线
图2 高温水蒸气氧化处理后的Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体的形貌图。(第一行:Zr-4 合金基体;第二行:Cr coated Zr-4 合金;从左到右分别是样品的顶部、侧面、底部)
通过STA高温水蒸气氧化实验,评判了涂层锆合金(Cr coated Zr-4 合金)对锆合金基底的防护效果。耐驰同步热分析仪拥有丰富的配置,可以通过STA来模拟样品在实际使用环境下的性能,可研究对应温度、气氛、湿度等因素对材料性能的影响。
作者
盛沈俊
耐驰仪器公司应用实验室
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